ICS 27.120.10 F 63 备案号：46463-2014 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20278—2014 代替EJ/T834—1994 压水堆核电厂应急给水系统设计准则 Design criteria for emergency feedwater system of pressurized water reactor nuclear power plants 2014-11-01实施 2014-06-29 发布 发布 国家能源局 NB/T20278—2014 目 次 前言 II 范围. 1 2 规范性引用文件 3系统功能.. 3.1安全功能 3.2其它功能 4系统范围 系统性能要求 2 设计要求 6 6. 1 安全等级和抗震类别 6.2 系统设计要求 6. 3 设备设计要求 6. 4 机械设计要求 6.5 电气设计要求 6.6仪表与控制设计要求 6.7 接口要求， 6.8 布置要求 6.9 试验和维修要求 NB/T20278—2014 前 言 本标准按照GB/T1.1—2009给出的规则起草。 本标准代替EJ/T834—1994《压水堆核电厂辅助给水系统设计准则》，与EJ/T834—1994相比，除 编辑性修改外主要技术内容变化如下： 增加“前言”； 第2章“规范性引用文件”做了适应性修改； 一原第4章“系统功能”调整至新的第3章，内容顺序整合为安全功能和其它功能； 一原第3章“系统范围”调整至新的第4章，删除e)中的“驱动装置及其所需的电源” 对原第5章“安全等级、抗震类别”、第6章“系统性能要求”、第7章“设计载荷和接口” 的内容进行重新整合，详细的设计要求调整至新的第6章“设计要求”： 删除附录A和附录B。 本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：中国核动力研究设计院、中广核T程有限公司。 本标准主要起草人：曾畅、张玉龙、段永强、余小权、沈云海、隋海明、李振光。 本标准所代替的EJ/T834于1994年首次发布。 II NB/T20278—2014 压水堆核电厂应急给水系统设计准则 1范围 本标准规定了压水堆核电厂应急给水系统基本的设计要求，它包括与系统设计直接相关的运行、维 修和试验要求，但不包括设备的详细设计要求。 本标准适用于二代改进型压水堆核电厂应急给水系统的设计，其它同类型核电厂可参照执行。 2规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仪所注日期的版本适用于本文 件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。 GB/T13285核电厂安全重要系统和部件的实体防护 GB/T13286 核电厂安全级电气设备和电路独立性准则 GB/T17569 压水堆核电厂物项分级 NB/T20026 核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求 NB/T20051 核电厂厂用电系统设计准则 NB/T20053 核电厂安全重要电气、仪表和控制设备安装要求 NB/T20056 轻水堆核燃料衰变热功率的计算 EJ/T 335 轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则 EJ/T 336 压水堆核电厂核供汽系统布置准则 EJ/T 561 压水堆核电厂安全停堆设计准则 EJ/T 562 核安全有关的操纵员动作时间响应设计准则 3系统功能 安全功能 蒸汽发生器正常给水不可用时，为蒸汽发生器提供所需的给水流量，直到余热排出系统投入运行为 止。 3.2其它功能 3.2.1 可为蒸汽发生器提供初始充水和冷停堆后的再充水。 3.2.2在下述情况下，应急给水系统也可为蒸器发生器提供所需的给水： 反应堆冷却剂系统的启动和升温期间； b) 热停堆期间； 使机组转换到余热排出系统投入运行的冷停堆状态。 3.2.3在某些超设计基准事故工况下（如未能紧急停堆的预期瞬态、丧失全部热阱、全厂断电等）为 蒸汽发生器提供给水以排出余热。 4·系统范围 NB/T20278-2014 应急给水系统由执行第3章所规定功能的设备、管道及其支承件等所组成，主要包括： a) 应急给水泵及其驱动装置 应急给水流量调节阀； c) 从应急给水水源到蒸汽发生器主给水管道接口之间的连接管道、阀门和管道附件； d) 仪表、控制设备； 应急给水水源。 5系统性能要求 本系统应能在核电厂正常运行、预计运行事件、设计基准事故及超设计基准事故工况下完成第3章 所规定的功能，主要包括： a）作为蒸汽发生器二次侧降压控制系统（如应急给水泵、泵的驱动装置、排出流量和压力控制装 置和蒸汽发生器压力控制阀等)的一部分，应保证电厂瞬态后冷却到余热排出系统能投入运行； b）提供满足安全分析要求的应急给水流量。 6设计要求 6.1 安全等级和抗震类别 本系统部件的安全等级和抗震类别应遵照GB/T17569划分。 6.1.1机械部件 6.1.1.1应急给水管道上从与主给水管道连接处到安全壳外侧的第一个隔离阀之间的管段、阀门属于 安全2级。 6.1.1.2系统下列部分属于安全3级： a) 应急给水泵及其驱动装置： b) 应急给水主水源； 失水事故后的长期水源（如果有要求）： (P 相互连接的管道、阀门和其它承压部件，直到与非核安全级部件的接口屏障（包括）以及到安 全2级接口屏障（不包括）。 6.1.1.3系统执行上述安全功能以外的部分属于非核安全级。 6.1.1.4系统中所有安全级部件的抗震类别均为抗震I类。 6.1.2电气部件 本系统所有执行安全功能的电气部件应属于安全级（1E级）、抗震I类。 6.2系统设计要求 6.2.1流量要求 6.2.1.1 最小流量 6.2.1.1.1 应急给水泵在给水流量为零的情况下启动和运行时，本系统应具有防止应急给水泵和电机 损坏所必需的最小循环流量，以确保应急给水泵的可运行性。这时应急给水泵给出的最小循环流量是应 急给水泵实际最小流量。 2 NB/T20278—2014 6.2.1.1.2应急给水泵的最小供给流量应依据泵的要求（最小循环流量）和核电厂极限瞬态为保护堆 芯所要求的给水量米确定，这些瞬态包括： a）主给水丧失； b）厂外电源丧失； c） 假想管道破裂； d) 全厂断电； 上述各瞬态之后的停堆冷却过程（见EJ/T561）。 e) 6.2.1.1.3 确定应急给水的最小供给流量还应考虑下述诸因索： a) 应急给水温度最高应与电厂安全分析中所采用的最高允许温度数据一致； b) 事件发生时，蒸汽发生器：次侧水位对应于要求紧急停堆最低水位的设定值，并考虑允差； c) 从事件发生到本系统给出供给流量的最长时间； (P 在触发本系统时，运行着的蒸汽发生器中可利用的二次侧水的最小质量； e），通向蒸汽发生器的应急给水流道中所有热水的最大容积： f) 按102%额定热功率长期运行所导致的余热（按照NB/T20056计算）； 在设定的核电厂运行1况下反应堆冷却剂系统最人热容量和堆芯的最人储存能量； h) 运行的反应堆冷却剂泵最多台数； i) 对蒸汽发生器内的水量损失有关的排污系统和取样系统的隔离能力、阀门的关闭时间和单一故 障准则应用的影响； j) 量; k) 管道破裂处，终止流基外流（白动系统动作或操作员干预）所需的最长时间； 1）根据流量控制和可能的单一故障，选择的应急给水泵最小循环流量（体积流量）的最大值； 电机端的最低电压和（或）频率。 6.2.1.1.4设计的应急给水最小供给流量应能输送到相应的可运行的有定压力的蒸汽发生器。该压 力相当于蒸汽发生器安全阀开启时对应的最大蓄压。 6.2.1.2最大流量 应急给水最大供给流量应与蒸汽发生器水位的控制能力相一致，且不使蒸汽发生器满溢，此外还应 考虑： a) 当安全壳内一根蒸汽管道或给水管道破裂后，流入任一蒸汽发生器的流量分配受释放到安全壳 内的能量和质量最人允许值的限制（安全壳内的质量和能量限制最大给水流量）； b) 根据安全分析报告中的反应性瞬态分析，在反应堆的初始条件的假想组合下，一根蒸汽管道或 给水管道破裂后，流入所有蒸汽发生器的总流量对反应性的影响； 提供给任一蒸汽发生器的最人给水流量应考虑水锤效应； 在考虑了小流量循环的情况下，最人输送流量也应能满足要求； e) 根据单一故障准则，某一系列停运的情况下，另一系列为最大流量，应急给水泵电机负荷处在 最不利的情况； f) 采用的设计应防止泵在运行期间损坏，或者采用跳闸或其它方式来保护泵，防止泵损坏； 电机接线端的最大电压和（或）频率。 6.2.2水源要求 6.2.2.13 主水源 3 NB/T20278—2014 本系统的主水源应具有充足的水量，从系统投入至使反应堆冷却剂系统的压力和温度降到余热排出 系统能投入运行的状态，至少应能供水6h，并符合单一故障准则（包括失去厂外电源）。如果有要求， 还应在电厂安全分析中进行验证。这个水源可以由1个或多个抗震I类构筑物组成。当要求延长热备用 期时，主水源应有附加的容量以满足要求。 主水源为抗震I类，按照安全3级设计，并直接与应急给水泵入口连通。按照单一故障准则的要求， 该水源还应设置多重流道。 6.2.2.2后援水源 本系统可以设置后援水源作为备用水源，其与主水源结合足以维持热备用期间至少24h加上使电 厂温度降到余热排出系统能投入运行所要求的全部时间。 6.2.2.3L0CA后长期水源 如果安全分析证明需要，则应设置LOCA后长期水源。该水源应在LOCA后为保持蒸汽发生器二 次侧水位在要求的限值内提供30d的水量。长期水源可以同时是主水源（见6.2.2.1)。LOCA后的长期 水源的功能容量应进行评定，以保证由于本系统运行引起减少